核反应堆安全分析PDF电子书下载

目录 1

前言 1

第一章 引论 1

1.1核反应堆安全的概念 1

1.2核反应堆安全性特征 2

1.2.1堆芯特性 3

1.2.2 多道屏障 5

1.2.3 纵深防御 10

1.3反应堆事故分类和安全分析的任务 11

1.3.1 核电站运行工况和事故的分类 11

1.3.2安全分析的任务 15

习题 17

第二章反应堆安全设施 18

2.1反应性控制 19

2.1.1反应性控制的方法 19

2.1.2堆芯内固有的反应性控制 22

2.1.3反应性控制的安全性 24

2.2反应堆保护系统 25

2.2.1 保护系统的设计原则 25

2.2.2保护参数及其动作方式 27

2.2.3保护系统的组成 31

2.3.1设计原则 38

2.3专设安全设施 38

2.3.2应急堆芯冷却系统 39

2.3.3安全壳系统 44

2.3.4氢浓度控制 49

2.3.5辅助给水系统 50

习题 51

第三章 反应堆动态与反应性反馈 52

3.1反应堆动态 52

3.1.1动态方程的一般形式 52

3.1.2点堆动态方程 55

3.1.3点堆动态方程的使用说明 59

3.2反应性反馈 61

3.2.1温度对反应性影响 62

3.2.2燃料温度系数αTfe 65

3.2.3慢化剂温度系数αTm 68

3.2.4 空泡系数αν 71

3.3反应堆动力学模型 74

3.3.1 简化动力学模型 74

3.3.2堆芯热传输模型 78

习题 82

第四章反应性引入事故 84

4.1反应性引入机理 84

4.2超功率瞬变 88

4.2.1准稳态瞬变 88

4.2.2超缓发临界瞬变 92

4.3超瞬发临界瞬变 97

4.3.1反应性阶跃变化引入 98

4.3.2反应性线性变化引入 102

4.4反应堆启动事故 105

4.4.1反应堆启动简述 105

4.4.2启动事故分析 106

4.4.3温度反馈效应的影响 111

4.5快堆解体事故 112

4.5.1从瞬发临界到堆芯解体 113

4.5.2堆芯解体之后 114

4.5.3多普勒效应对释放能量的影响 118

4.6蒸汽管道破裂事故 120

4.6.1 事故描述 120

4.6.2分析方法 121

4.6.3结果与讨论 122

习题 124

第五章堆芯欠冷事故 125

5.1堆芯欠冷事故分类 126

5.2水力模型 128

5.2.1守恒方程 128

5.2.2压降关系式 132

5.2.3科希霍夫定律 133

5.3.1堆芯流道阻塞 134

5.3部分流量丧失事故 134

5.3.2单泵故障 137

5.4 失流事故 142

5.4.1 流量瞬变 142

5.4.2冷却剂温度瞬变 146

5.4.3自然循环冷却 147

5.5热阱丧失事故 150

5.5.1温度瞬变 151

5.5.2压力瞬变 154

5.5.3 热阱丧失事故的初因事件 156

习题 157

6.1冷却剂丧失事故的特点 159

第六章冷却剂丧失事故 159

6.2轻水堆失水事故 160

6.2.1 简单容器喷放瞬态分析计算 162

6.2.2 真实水堆系统喷放瞬态分析计算 170

6.2.3失水事故的瞬变 176

6.2.4轻水堆失水事故实验 182

6.3液态金属快堆主回路泄漏事故 185

6.3.1钠回路系统泄漏 186

6.3.2衰变热去除 189

6.4气冷堆冷却剂丧失事故 191

6.4.1减压瞬变 191

6.4.2流量瞬变 195

6.4.3应急堆芯冷却 198

习题 199

第七章三道屏障的完整性 201

7.1燃料的完整性 201

7.1.1稳态工况下的传热 202

7.1.1.1燃料元件温度分布 202

7.1.1.2对流传热 206

7.1.1.3水沸腾 207

7.1.1.4钠沸腾 209

7.1.2瞬态工况下传热 210

7.1.2.1单集总参量模型 210

7.1.2.2复合集总参量模型 212

7.1.2.3超功率瞬变 214

7.1.2.4冷却故障瞬变 216

7.1.3燃料损坏机制 220

7.1.3.1氧化物燃料 220

7.1.3.2裂开和再结晶 221

7.1.3.3裂变产物行为 222

7.1.3.4金属包壳 223

7.1.3.5芯块与包壳的相互作用 223

7.1.3.6冷却故障瞬变 224

7.2一回路压力边界的完整性 225

7.2.2影响压力容器完整性的因素 226

7.2.1钢压力容器 226

7.2.3脆性断裂与温度之关系 231

7.2.4瞬变负载 233

7.2.5主回路管道 236

7.2.5.1 周期性负载和疲劳 236

7.2.5.2腐蚀 236

7.2.5.3蠕变 237

7.2.6在役检查 238

7.3安全壳的完整性 239

7.3.1干安全壳 240

7.3.2安全壳内降压系统 245

7.3.3安全壳泄漏 248

7.3.4多层安全壳 249

7.3.5损坏机理 250

7.3.6 核瞬变能 251

7.3.7化学反应能 253

7.3.8裂变产物的衰变能 254

习题 256

第八章放射性物质的释放及其危害评价 258

8.1堆内放射性物质的产生 258

8.1.1 裂变产物 258

8.1.2活化产物 265

8.1.3 氚 265

8.2事故情况下放射性物质的释放 267

8.2.1 裂变产物向安全壳的释放 268

的释放 272

8.2.2放射性物质在安全壳内的迁移及向环境 272

8.3放射性物质在大气中的扩散 280

8.3.1 气载物在大气中的稀释扩散 280

8.3.2大气扩散能力与气象条件的关系 286

8.4放射性释出物的辐射后果 290

8.4.1放射性释出物对人体的照射 290

8.4.2 辐射防护原则 297

习题 302

第九章核反应堆概率安全评价 304

9.1引言 304

9.2.1工作时间ξ 306

9.2可靠性特征量 306

9.2.2可靠度R（t） 307

9.2.3失效率λ（t） 307

9.2.4系统或部件的寿命特征 310

9.2.5维修度M（t） 310

9.2.6有效度A（t） 311

9.3．框图法 312

9.3.1 串联系统 313

9.3.2 并联系统 314

9.3.3混联系统 318

9.3.4 n取k系统 319

9.3.5贮备系统 321

9.4可靠性状态分析法 325

9.4.1单一部件的有效度计算 326

9.4.2 由两个通道组成的保护系统可靠度的计算 329

9.4.3 n取k系统的有效度计算 332

9.5故障树分析方法 338

9.5.1 概述 338

9.5.2故障树的建造 339

9.5.3 故障树的数学表达式及其运算法则 349

9.5.4故障树的定性分析 355

9.5.5故障树的定量计算 364

9.5.6故障树分析程序 370

9.6.1 核电站安全性的两种评价方法 375

9.6核反应堆概率安全评价 375

9.6.2风险评价的基本方法 377

9.6.2.1任务与步骤 377

9.6.2.2初因事件分析 378

9.6.2.3事件序列 382

9.6.2.4事故后果的分析 386

9.6.2.5风险计算 387

9.6.3 PRA研究结果 388

习题 392

附录常用缩写词（英法汉） 395

参考文献 407